EA039228B1 - Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора и фильтрующий модуль устройства защиты приямков - Google Patents
Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора и фильтрующий модуль устройства защиты приямков Download PDFInfo
- Publication number
- EA039228B1 EA039228B1 EA201992833A EA201992833A EA039228B1 EA 039228 B1 EA039228 B1 EA 039228B1 EA 201992833 A EA201992833 A EA 201992833A EA 201992833 A EA201992833 A EA 201992833A EA 039228 B1 EA039228 B1 EA 039228B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- protection device
- filter
- cooling system
- pipes
- filter module
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 23
- 238000009826 distribution Methods 0.000 claims abstract description 15
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 4
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 claims description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 28
- 238000001914 filtration Methods 0.000 abstract description 7
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 abstract description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 7
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 4
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 3
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 239000010813 municipal solid waste Substances 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 208000012868 Overgrowth Diseases 0.000 description 1
- 102000001999 Transcription Factor Pit-1 Human genes 0.000 description 1
- 108010040742 Transcription Factor Pit-1 Proteins 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 230000018044 dehydration Effects 0.000 description 1
- 238000006297 dehydration reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000004744 fabric Substances 0.000 description 1
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 230000009993 protective function Effects 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D29/00—Filters with filtering elements stationary during filtration, e.g. pressure or suction filters, not covered by groups B01D24/00 - B01D27/00; Filtering elements therefor
- B01D29/11—Filters with filtering elements stationary during filtration, e.g. pressure or suction filters, not covered by groups B01D24/00 - B01D27/00; Filtering elements therefor with bag, cage, hose, tube, sleeve or like filtering elements
- B01D29/13—Supported filter elements
- B01D29/15—Supported filter elements arranged for inward flow filtration
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D21/00—Separation of suspended solid particles from liquids by sedimentation
- B01D21/02—Settling tanks with single outlets for the separated liquid
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D29/00—Filters with filtering elements stationary during filtration, e.g. pressure or suction filters, not covered by groups B01D24/00 - B01D27/00; Filtering elements therefor
- B01D29/50—Filters with filtering elements stationary during filtration, e.g. pressure or suction filters, not covered by groups B01D24/00 - B01D27/00; Filtering elements therefor with multiple filtering elements, characterised by their mutual disposition
- B01D29/52—Filters with filtering elements stationary during filtration, e.g. pressure or suction filters, not covered by groups B01D24/00 - B01D27/00; Filtering elements therefor with multiple filtering elements, characterised by their mutual disposition in parallel connection
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Изобретение относится к системам аварийной защиты атомных электростанций, а более конкретно к системе аварийного охлаждения активной зоны реактора при аварии с потерей теплоносителя, а именно к устройствам защиты приямков (УЗП) в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующему модулю в устройстве защиты приямков и фильтрующему элементу устройства защиты приямков. Задачей изобретения является защита приямка от накопления дебриса при аварии с течью теплоносителя. Для решения этой задачи предложено устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, характеризующееся тем, что оно содержит систему фильтров, установленных на приемном отверстии верхней части размещенного в днище защитной оболочки реактора приямка, подсоединенного к заборному отверстию трубопровода аварийной системы охлаждения, и представляющую собой подсоединенные к коллекторам фильтрующие модули, препятствующие попаданию дебриса в заборное отверстие трубопроводов аварийной системы охлаждения, при этом каждый фильтрующий модуль имеет боковые и верхнюю щелевые решетки и расположенные внутри фильтрующие элементы, выполненные в виде фильтрующих труб, боковая поверхность которых имеет щели, и размещенных внутри труб перфорированных распределительных трубок, диаметр отверстий которых последовательно уменьшается, а внутренние полости соединены с коллекторами.
Description
Изобретение относится к системам аварийной защиты атомных электростанций, а более конкретно к системе аварийного охлаждения активной зоны реактора при аварии с потерей теплоносителя, а именно к устройствам защиты приямков (УЗП) в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующему модулю в устройстве защиты приямков и фильтрующему элементу устройства защиты приямков.
Основное требование, которое предъявляется к системе аварийной защиты в процессе проектирования, анализа и эксплуатации реактора, заключается в том, что она должна обеспечить безопасность в случае аварии с потерей теплоносителя (максимальная проектная авария). Любое неожиданное прекращение потока теплоносителя через активную зону реактора может привести к серьезным последствиям для атомной электростанции в целом. Прекращение потока может произойти в результате поломки циркуляционного насоса или клапана или в результате разрыва главного трубопровода на входе в корпус реактора или на выходе из корпуса реактора.
Во время аварии происходит утечка теплоносителя. Эта вода может нести твердые инородные частицы от разрушения тепловой изоляции находящихся рядом труб или других структур реактора. Вода вместе с инородными частицами будет течь в наиболее низкорасположенные части здания реактора, в отстойники (приямки). Электростанции оснащены системами обеспечения безопасности, с помощью которых откачивают воду обратно в различные системы охлаждения реактора.
Аварийные приямки под оболочкой реактора предназначены для забора теплоносителя первого контура и химически активных растворов, накопленных в процессе аварии с потерей теплоносителя, после переключения систем безопасности на циркуляцию раствора в пределах защитной оболочки.
Энергия из разрыва вызывает разрушения оборудования в защитной оболочке и насыщение теплоносителя мусором (дебрисом).
Дебрис, образующийся под защитной оболочкой в процессе аварии с потерей теплоносителя, по свойствам подразделяется на несколько категорий:
латентный дебрис;
дебрис от разрушения теплоизоляционных конструкций;
дебрис от разрушения антикоррозионных покрытий;
химический дебрис, образующийся при взаимодействия теплоносителя с оборудованием и сооружениями в защитной оболочке.
Дебрис, накопленный на фильтрующих поверхностях приямков, не должен создавать потери напора, вызывающие снижение кавитационного запаса насосов систем безопасности ниже допустимого, деаэрацию и вскипание теплоносителя. Концентрация дебриса и его фракционный состав не должны влиять на отвод тепла от реакторной установки и работоспособность оборудования рециркуляционного контура системы безопасности в течение аварийного и послеаварийного периода. Конструкция УЗП не должна вызывать воронкообразования в потоке теплоносителя при любых режимах работы.
Поэтому приямки являются устройствами, важными для безопасности, и должны быть снабжены сороудерживающими устройствами для защиты приямков. Такие устройства предназначены для очистки теплоносителя от дебриса в пределах, достаточных для обеспечения его длительной рециркуляции насосами систем безопасности до полного расхолаживания здания реактора и реакторной установки. Они должны обладать высокой конструкционной прочностью и надежностью при эксплуатации.
Известны плоские тканевые фильтры, установленные в днище отстойника (приямка), над заборным отверстием отводящих трубопроводов в аварийной системе охлаждения реакторов. Фильтры могут быть снабжены армирующими элементами или иметь ребра жесткости. (WO2015169752, 2015), (US2006075697, 2006). Основным недостатком таких устройств является то, что они установлены на днище, в слое скапливающегося после аварии дебриса и их работа малоэффективна из-за частого засорения. Промывка фильтров вышеописанных конструкций требует долгого времени и значительных гидродинамических усилий вследствие неравномерности протекания потока по сечению фильтра.
Известны фильтрующие модули для аварийных систем охлаждения ядерных реакторов, выполненные из фильтрующих элементов, представляющих собой концентрические перфорированные трубки, между которыми размещен фильтрующий материал.(US20110215059, 2011), или из сетчатых полых трубок (US20120037559, 2012).
Таким устройствам присущи вышеотмеченные недостатки, а также то, что вследствие отсутствия распределительных устройств для потока слой дебриса откладывается на фильтрующей поверхности неравномерно, что ведет к потере эффективности ее работы. Низкая эффективность работы фильтров может приводить к потере напора потока, что снижает кавитационный запас насосов систем безопасности ниже допустимого, влечет за собой деаэрацию и вскипание теплоносителя. Фильтры, установленные в заборных отверстиях трубопроводов, вынужденно имеют небольшие размеры, а потому малоэффективны. Фильтрующие модули, имеющие устройства для распределения потока (US20080156712, 2008), обеспечивают распределение потока по фильтрующим модулям, но поток по поверхности фильтрующего элемента неравномерен, что может вести к образованию неравномерного слоя дебриса и к воронкообразованию в потоке теплоносителя. Данный источник является наиболее близким к предложенному.
Как уже отмечалось, в результате аварии, связанной с разрывом трубопровода первого контура
- 1 039228 ядерного реактора, происходит двустороннее истечение теплоносителя в защитную оболочку. Этот процесс сопровождается значительным выбросом массы и энергии в защитную оболочку в виде перегретой паровоздушной смеси.
Это приводит к обезвоживанию реактора, активная зона разогревается за счет тепла остаточных тепловыделений. Одновременно происходит рост давления и температуры под защитной оболочкой. Теплоноситель первого контура из разрыва трубопровода поступает в нижнее помещение защитной оболочки. В результате выброса массы и энергии происходит разрушение оборудования, антикоррозионных покрытий в защитной оболочке и насыщение теплоносителя мусором (дебрисом).
Для защиты реактора от перегрева и расплавления активной зоны предназначена система аварийного охлаждения зоны, включающая в себя пассивную часть, систему аварийного впрыска высокого давления и систему аварийного впрыска низкого давления. Снижение давления и отвод тепла из защитной оболочки осуществляется спринклерной системой. Для функционирования всех систем на первом этапе прохождения аварии используются запасы борного раствора. В этом режиме теплоноситель из бака поступает в реактор и затем из разрыва трубопровода поступает в нижнее помещение защитной оболочки. После опорожнения бака все системы переключаются на рециркуляцию накопленного теплоносителя. Начиная с этого момента в контур циркуляции системы аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора (САОЗ) поступает теплоноситель, содержащий значительное количество дебриса, который может привести к выходу элементов контура циркуляции и прекращения выполнения системами защитных функций.
Задача изобретения - обеспечить очистку теплоносителя и поддерживать его длительную циркуляцию путем защиты приямка от накопления дебриса.
Технический результат состоит в обеспечении равномерного натекания потока на фильтрующую поверхность и исключении неравномерности ее зарастания дебрисом, а также в обеспечении равномерности потока по поверхности самого фильтрующего элемента.
Для решения этой задачи предложено устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, характеризующееся тем, что оно содержит систему фильтров, установленных на приемном отверстии верхней части размещенного в днище защитной оболочки реактора приямка, подсоединенного к заборному отверстию трубопровода аварийной системы охлаждения, ипредставляющую собой подсоединенные к коллекторам фильтрующие модули, препятствующие попаданию дебриса в заборное отверстие трубопроводов аварийной системы охлаждения, при этом каждый фильтрующий модуль имеет боковые и верхнюю щелевые решетки и расположенные внутри фильтрующие элементы, выполненные в виде фильтрующих труб, боковая поверхность которых имеет щели, и размещенных внутри труб перфорированных распределительных трубок, диаметр отверстий которых последовательно уменьшается, а внутренние полости соединены с коллекторами.
Предпочтительно, что трубы фильтрующих элементов выполнены с перфорацией в виде спиральных щелей.
Предпочтительно, что трубы фильтрующих элементов выполнены из проволоки с образованием щелей между витками.
Предпочтительно, что профиль проволоки выполнен треугольным.
Предпочтительно, что сечение профиля проволоки не превышает 1,0х2,0 мм.
Предпочтительно, что размер щели не превышает 1 мм.
Предпочтительно, что диаметр отверстий перфорированной распределительной трубки в ее конце не превышает половины диаметра отверстий в начале трубки.
Предложен также фильтрующий модуль устройства защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, характеризующийся тем, что имеет боковые и верхнюю щелевые решетки и расположенные внутри фильтрующие элементы, представляющие собой набор фильтрующих труб, боковая поверхность которых имеет щели, и размещенные внутри труб перфорированные распределительные трубки, диаметр отверстий которых последовательно уменьшается, а внутренние полости соединены с коллекторами.
Предпочтительно, что трубы фильтрующих элементов выполнены с перфорацией в виде спиральных щелей.
Предпочтительно, что трубы фильтрующих элементов выполнены из проволоки с образованием щелей между витками.
Предпочтительно, что профиль проволоки выполнен треугольным.
Предпочтительно, что сечение профиля проволоки не превышает 1,0х2,0 мм.
Предпочтительно, что размер щели не превышает 1 мм.
Предпочтительно, что диаметр отверстий перфорированной распределительной трубки в ее конце не превышает половины диаметра отверстий в начале трубки.
Такое выполнение устройства позволяет обеспечить очистку теплоносителя от дебриса и поддерживает его длительную циркуляцию насосами систем безопасности до полного расхолаживания оболочки и реакторной установки.
- 2 039228
Предложенное устройство показано на чертежах, где на фиг. 1 дан общий вид донной части защитной оболочки реактора с отверстиями приямков и фильтрующими модулями, установленными над ними;
на фиг. 2 показано размещение фильтрующих модулей над приемном отверстии приямка; на фиг. 3 - вид на отверстие приямка сверху; на фиг. 4 - общий вид фильтрующего модуля; на фиг. 5 - изображен фильтрующий элемент, на фиг. 6 - схема движения потока через фильтрующий модуль.
Как показано на чертежах, в днище защитной оболочки 1 ядерного реактора расположены приямки 2, в верхней части которых установлены фильтрующие модули 3, подсоединенные с помощью коллекторов 4, через приемное отверстие 5 приямка 2 с заборным отверстием 6 трубопровода аварийной системы охлаждения реактора. Фильтрующий модуль 3 включает боковую щелевую решетку 7, верхнюю щелевую решетку 8, соединенные между собой с помощью верхней и нижней панелей 9 и 10, соответственно, между которыми укреплены фильтрующие элементы 11. Фильтрующие элементы 11 выполнены в виде фильтрующих труб 12 и размещенных внутри них распределительных трубок 13 с уменьшающимися по ходу движения потока отверстиями 14 и 15.
Устройство работает следующим образом.
Днище защитной оболочки реактора 1 имеет значительные размеры, что обеспечивает минимальные скорости перемещения теплоносителя и возможность оседания дебриса по пути следования к приямкам 2. Скорость трогания для дебриса, достигшего пола, имеет большую величину, чем скорость осаждения дебриса в потоке. Фильтрующие модули 3 находятся на некоторой высоте от уровня днища. Это обеспечивает дополнительную задержку дебриса, достигшего пола. Прежде чем попасть в приямки 2 и затем в заборное отверстие 6 трубопровода аварийной системы охлаждения реактора поток теплоносителя вместе с дебрисом проходит через установленные в верхней части приямков 2 фильтрующие модули 3, подсоединенные с помощью коллекторов 4 с приемным отверстием 5 приямка 2. Затем через боковую щелевую решетку 7, верхнюю щелевую решетку 8 поток теплоносителя попадает внутрь фильтрующего модуля 3. Внешняя поверхность щелевых решеток 7 и 8 имеет отверстия размером в свету 17x170 мм, что обеспечивает задержку частиц размером более 17 мм. Внутренняя часть щелевых решеток 7 и 8 образует наклонные каналы прямоугольной формы и обеспечивает осаждение частиц с гидравлической крупностью более 0,017 м/с с характерным размером более 200 мкм для частиц и волокон с классом 4 и выше. Фильтрующие элементы 11 выполнены в виде фильтрующих труб с отверстиями 12. Отверстия в фильтрующих элементах 11 выполнены в виде прямоугольной щели спиральной формы, длина которой намного больше ширины. Ширина щели имеет размер 1 мм, исходя из минимального допустимого размера частиц в системе циркуляции. Применение щелевой формы отверстия вместо квадратного, как в сетке или перфорированной пластине, снижает вероятность перекрытия его частицами размерами меньшими, чем размер щели при их одновременном подходе к щели. Затем поток через фильтрующие трубы с отверстиями 12 попадает в размещенные внутри них распределительные трубки 13 с уменьшающимися по ходу движения потока отверстиями 14 и 15. Площадь поверхности фильтрующих элементов 11 намного превышает площадь заборного отверстия 6, что приводит к существенной неравномерности скорости течения теплоносителя через фильтрующую поверхность. Для устранения этого эффекта внутри фильтрующих элементов 11 установлены распределительные трубки 13, соединяющие внутреннюю полость фильтрующего элемента 11 с заборным отверстием 6. Распределительные трубки 13 имеет ряд отверстий 14 и 15 различного диаметра, распределенных по длине, что обеспечивает равномерное распределение потока по фильтрующей поверхности. Освобожденный от дебриса поток теплоносителя выводится через заборное отверстие 6 в трубопровод аварийной системы охлаждения реактора.
Claims (14)
1. Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, установленное на приемном отверстии верхней части размещенного в днище защитной оболочки реактора приямка, характеризующееся тем, что оно содержит систему фильтрующих модулей, соединенных с помощью коллекторов с приемным отверстием и препятствующих попаданию дебриса в заборное отверстие трубопроводов аварийной системы охлаждения, при этом каждый фильтрующий модуль имеет боковые и верхнюю щелевые решетки и расположенные внутри фильтрующие элементы, выполненные в виде фильтрующих труб, боковая поверхность которых имеет щели, и размещенных внутри труб перфорированных распределительных трубок, диаметр отверстий которых последовательно уменьшается, а внутренние полости соединены с коллекторами.
2. Устройство защиты приямков по п.1, отличающееся тем, что трубы фильтрующих элементов выполнены с перфорацией в виде спиральных щелей.
3. Устройство защиты приямков по п.1, отличающееся тем, что трубы фильтрующих элементов выполнены из проволоки с образованием щелей между витками.
4. Устройство защиты приямков по п.3, отличающееся тем, что профиль проволоки выполнен треугольным.
5. Устройство защиты приямков по п.4, отличающееся тем, что сечение профиля проволоки не превышает 1,0x2,0 мм.
- 3 039228
6. Устройство защиты приямков по п.1, отличающееся тем, что размер щелей не превышает 1 мм.
7. Устройство защиты приямков по п.1, отличающееся тем, что диаметр отверстий перфорированной распределительной трубки в ее конце не превышает половины диаметра отверстий в начале трубки.
8. Фильтрующий модуль устройства защиты приямков в аварийной системе охлаждения водоводяного ядерного реактора по п.1, характеризующийся тем, что имеет боковые и верхнюю щелевые решетки и расположенные внутри фильтрующие элементы, представляющие собой набор фильтрующих труб, боковая поверхность которых имеет щели, и размещенные внутри труб перфорированные распределительные трубки, диаметр отверстий которых последовательно уменьшается, а внутренние полости соединены с коллекторами.
9. Фильтрующий модуль по п.8, отличающийся тем, что трубы фильтрующих элементов выполнены с перфорацией в виде спиральных щелей.
10. Фильтрующий модуль по п.8, отличающийся тем, что трубы фильтрующих элементов выполнены из проволоки с образованием щелей между витками.
11. Фильтрующий модуль по п.10, отличающийся тем, что профиль проволоки выполнен треугольным.
12. Фильтрующий модуль по п.11, отличающийся тем, что сечение профиля проволоки не превышает 1,0х2,0 мм.
13. Фильтрующий модуль по п.8, отличающийся тем, что размер щелей не превышает 1 мм.
14. Фильтрующий модуль по п.8, отличающийся тем, что диаметр отверстий перфорированной распределительной трубки в ее конце не превышает половины диаметра отверстий в начале трубки.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2017/000471 WO2019004855A1 (en) | 2017-06-30 | 2017-06-30 | VVER EMERGENCY COOLING SYSTEM LAMP PROTECTION DEVICE, LAMP PROTECTION DEVICE FILTER MODULE, AND LAMP PROTECTION DEVICE FILTER MEMBER |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA201992833A1 EA201992833A1 (ru) | 2020-03-25 |
| EA039228B1 true EA039228B1 (ru) | 2021-12-21 |
Family
ID=61198881
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| EA201992833A EA039228B1 (ru) | 2017-06-30 | 2017-06-30 | Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора и фильтрующий модуль устройства защиты приямков |
Country Status (14)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20210202120A1 (ru) |
| EP (1) | EP3646341B1 (ru) |
| JP (1) | JP6777758B2 (ru) |
| KR (1) | KR102302989B1 (ru) |
| CN (1) | CN109478435A (ru) |
| AR (1) | AR113164A1 (ru) |
| CA (1) | CA3019030C (ru) |
| EA (1) | EA039228B1 (ru) |
| FI (1) | FI3646341T3 (ru) |
| HU (1) | HUE061822T2 (ru) |
| JO (1) | JOP20180063A1 (ru) |
| MY (1) | MY194053A (ru) |
| RU (1) | RU2686684C1 (ru) |
| WO (1) | WO2019004855A1 (ru) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP3692550A4 (en) * | 2017-10-06 | 2021-06-02 | Candu Energy Inc. | METHOD AND APPARATUS FOR FILTERING A FLUID IN THE GENERATION OF NUCLEAR ENERGY |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001039208A1 (en) * | 1999-11-24 | 2001-05-31 | Performance Contracting, Inc. | System strainer with an internal core tube |
| CN101947397A (zh) * | 2010-07-22 | 2011-01-19 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 卧式压水堆核电站安全壳地坑过滤器 |
| WO2014189968A2 (en) * | 2013-05-20 | 2014-11-27 | Transco Products Inc. | High capacity suction strainer for an emergency core cooling system in a nuclear power plant |
| WO2015169751A1 (de) * | 2014-05-07 | 2015-11-12 | Cci Ag | Auffangvorrichtung für schutzsiebe |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1232788A1 (ru) * | 1984-11-15 | 1986-05-23 | Производственное геологическое объединение центральных районов "Центргеология" | Скважинный фильтр |
| JPH07116414A (ja) * | 1993-10-22 | 1995-05-09 | Takuo Mochizuki | 回転ドラム式濾過装置 |
| US6488842B2 (en) * | 1999-02-26 | 2002-12-03 | Tadayoshi Nagaoka | Filtering device |
| US20020070181A1 (en) * | 2000-12-13 | 2002-06-13 | Deanda Ivan J. | Filter assembly |
| AU2002300100B2 (en) * | 2001-07-11 | 2003-10-16 | Mitsubishi Denki Kabushiki Kaisha | Air filter and air conditioner |
| US7788867B2 (en) | 2004-10-13 | 2010-09-07 | General Electric Company | Floor tile debris interceptor and transition plenum in a nuclear power plant |
| US9672947B2 (en) | 2004-11-15 | 2017-06-06 | Atomic Energy Of Canada Limited | Finned strainer |
| US20070084782A1 (en) * | 2005-10-05 | 2007-04-19 | Enercon Services, Inc. | Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems |
| US8054932B2 (en) | 2005-10-05 | 2011-11-08 | Enercon Services, Inc. | Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems |
| KR101025706B1 (ko) | 2010-08-12 | 2011-03-30 | 비에이치아이 주식회사 | 여과관을 포함하는 스트레이너 여과장치 |
| BR112013030683A2 (pt) * | 2011-06-01 | 2016-12-06 | Transco Prod Inc | filtro de sucção de alta capacidade para um sistema de resfriamento de emergência do núcleo em uma usina de energia nuclear |
| RU138881U1 (ru) * | 2013-10-29 | 2014-03-27 | Закрытое Акционерное Общество "Новомет-Пермь" | Скважинный фильтр |
| WO2015169752A1 (de) * | 2014-05-08 | 2015-11-12 | Cci Ag | Filtereinrichtung zur anordnung an und/oder in einer flüssigkeitsfördereinrichtung |
| CN104971542B (zh) * | 2015-07-20 | 2017-01-25 | 中广核研究院有限公司 | 安全壳再循环过滤器 |
| CN205699716U (zh) * | 2016-06-20 | 2016-11-23 | 山东尚核电力科技有限公司 | 一种电厂污水处理用内外浸塑格栅过滤装置 |
-
2017
- 2017-06-30 CN CN201780015390.1A patent/CN109478435A/zh active Pending
- 2017-06-30 EA EA201992833A patent/EA039228B1/ru unknown
- 2017-06-30 MY MYPI2018703569A patent/MY194053A/en unknown
- 2017-06-30 RU RU2018124835A patent/RU2686684C1/ru active
- 2017-06-30 KR KR1020187027329A patent/KR102302989B1/ko active IP Right Grant
- 2017-06-30 JP JP2018551164A patent/JP6777758B2/ja active Active
- 2017-06-30 CA CA3019030A patent/CA3019030C/en active Active
- 2017-06-30 US US16/089,873 patent/US20210202120A1/en not_active Abandoned
- 2017-06-30 WO PCT/RU2017/000471 patent/WO2019004855A1/en active Application Filing
- 2017-06-30 FI FIEP17840602.1T patent/FI3646341T3/fi active
- 2017-06-30 HU HUE17840602A patent/HUE061822T2/hu unknown
- 2017-06-30 EP EP17840602.1A patent/EP3646341B1/en active Active
-
2018
- 2018-06-29 AR ARP180101828A patent/AR113164A1/es active IP Right Grant
- 2018-06-30 JO JOP/2018/0063A patent/JOP20180063A1/ar unknown
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2001039208A1 (en) * | 1999-11-24 | 2001-05-31 | Performance Contracting, Inc. | System strainer with an internal core tube |
| CN101947397A (zh) * | 2010-07-22 | 2011-01-19 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 卧式压水堆核电站安全壳地坑过滤器 |
| WO2014189968A2 (en) * | 2013-05-20 | 2014-11-27 | Transco Products Inc. | High capacity suction strainer for an emergency core cooling system in a nuclear power plant |
| WO2015169751A1 (de) * | 2014-05-07 | 2015-11-12 | Cci Ag | Auffangvorrichtung für schutzsiebe |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JOP20180063A1 (ar) | 2019-12-31 |
| RU2686684C1 (ru) | 2019-04-30 |
| CN109478435A (zh) | 2019-03-15 |
| WO2019004855A1 (en) | 2019-01-03 |
| EP3646341A1 (en) | 2020-05-06 |
| US20210202120A1 (en) | 2021-07-01 |
| FI3646341T3 (fi) | 2023-04-26 |
| HUE061822T2 (hu) | 2023-08-28 |
| KR20200019822A (ko) | 2020-02-25 |
| CA3019030A1 (en) | 2018-12-30 |
| AR113164A1 (es) | 2020-02-05 |
| EP3646341B1 (en) | 2023-01-25 |
| EA201992833A1 (ru) | 2020-03-25 |
| JP6777758B2 (ja) | 2020-10-28 |
| KR102302989B1 (ko) | 2021-09-17 |
| MY194053A (en) | 2022-11-10 |
| JP2020502477A (ja) | 2020-01-23 |
| BR112018069992A2 (pt) | 2020-05-26 |
| CA3019030C (en) | 2021-11-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8048319B2 (en) | Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems | |
| US20110215059A1 (en) | Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems | |
| KR101025706B1 (ko) | 여과관을 포함하는 스트레이너 여과장치 | |
| CN105957564A (zh) | 一种抑压及安全注射系统 | |
| EA039228B1 (ru) | Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора и фильтрующий модуль устройства защиты приямков | |
| JP2009047637A (ja) | 炉心溶融物保持装置および格納容器 | |
| US20140376680A1 (en) | Containment Sump Ceramic Drain Plug | |
| JP6266466B2 (ja) | 原子炉安全システムにおけるデブリ低減システム | |
| US10755824B2 (en) | Nuclear reactor using controlled debris to mitigate ECCS strainer pressure head loss | |
| CN211585391U (zh) | 一种核电站内置换料水箱滤网设备 | |
| CN113674883A (zh) | 一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置 | |
| RU211181U1 (ru) | Устройство защиты труб | |
| WO2021137717A1 (ru) | Самоочищающаяся система очистки жидкости | |
| JP2013156195A (ja) | 原子炉燃料取替用水ピット構造 | |
| RU2761441C1 (ru) | Система фильтрации потока теплоносителя бака-приямка системы аварийного охлаждения активной зоны | |
| RU2795981C1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
| RU219299U1 (ru) | Бак-приямок аварийной системы охлаждения аэс | |
| CN210674453U (zh) | 一种核电站专设安全系统盒式滤芯结构 | |
| JP6879964B2 (ja) | デブリ付着抑制構造及び原子炉格納構造 | |
| BR112018069992B1 (pt) | Dispositivo de proteção de poços de drenagem de um sistema de refrigeração de emergência de reatores nucleares moderados a água, módulo de filtragem do dispositivo de proteção de poços de drenagem e elemento de filtragem do dispositivo de proteção de poços de drenagem | |
| KR820000834B1 (ko) | 원자로의 안전 회로용 배수 채널 | |
| DE2734810C2 (de) | Sicherheitseinrichtung für die Sicherheitshülle eines Druckwasserreaktors | |
| JP2017090400A (ja) | 原子炉のコアキャッチャ | |
| CN113593732A (zh) | 一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统 | |
| JPS63106600A (ja) | 原子炉圧力容器ボトムドレン配管洗浄装置 |